(GRS 553) Weiterentwicklung der Rechenmethoden zur Sicherheitsbewertung innovativer Reaktorkonzepte mit Perspektive P&T

Ziel des Vorhabens ist die Weiterentwicklung der reaktorphysikalischen und thermohydraulischen Rechenmethodik der GRS zur Sicherheitsbewertung innovativer Reaktorkonzepte mit Perspektive Partitionierung und Transmutation (P&T). Dabei soll auch der Bedeutung
von P&T als Form des Umgangs mit radiotoxischen Abfällen aus ausgedienten Kernbrennstoffen Rechnung getragen werden, indem P&T-spezifische Sicherheitsaspekte betrachtet werden. Die Schwerpunkte sind: (a) Weiterentwicklung der reaktorphysikalischen
und thermohydraulischen Rechenmethodik zur Sicherheitsbewertung flüssigmetallgekühlter Systeme einschließlich quellgetriebener unterkritischer Konzepte, (b) Sicherheitsaspekte der Prozesse von P&T, (c) Beteiligung an EU-Projekten ESNII+
und MAXSIMA sowie Mitwirkung am FRKP der IAEA. Die Ausgangssituation zu Beginn des Vorhabens ist zunächst dadurch gekennzeichnet, dass im Rahmen des Vorgängervorhabens RS1515 der Neutronenkinetikcode PARCS um die Möglichkeit der Simulation externer zeitabhängiger räumlicher Neutronenquellverteilungen erweitert und zudem die Kopplung von PARCS mit ATHLET vorgenommen worden war. Für den MYRRHA-Kern lagen erste MCNPX-Modelle zur Bestimmung von Spallationsneutronen-Quellverteilungen und 3D-Kernmodelle vor. Darüber hinaus wurden erste Modelle zur räumlich aufgelösten Beschreibung thermo-struktureller Rückwirkungseffekte der Kerngitterplatte und axialer Brennstoff-/Hüllrohrausdehnung entwickelt. Hinsichtlich der Thermohydraulik verfügte ATHLET zu Beginn des Vorhabens über die Fähigkeit, die flüssigen Metalle Natrium, Blei und LBE einphasig zu modellieren. Im Rahmen des Projekts RS1515 wurde ferner ein erster Versuch an der TALL-Versuchsanlage mit Hilfe der gekoppelten Version von ATHLET-OpenFOAM simuliert und somit gezeigt, dass dreidimensionale Effekte analysiert werden können, die mit Systemcodes allein nicht dargestellt werden können. Bezüglich der Neutronenphysik der Void-Rückwirkung natriumgekühlter Systeme wurde anhand des Modellsystems ASTRID durch Vergleich deterministischer Kernberechnungen (PARCS, FEM-Diff-3d) mit Monte-Carlo-Referenzrechnungen (Serpent) für verschiedene Void-Szenarien festgestellt, dass die Diffusionsnäherung Void-
Zustände gut beschreiben kann; Voiding im oberen Plenum führt allerdings zu etwas größeren Abweichungen, die auf die Grenzen der Gültigkeit der Diffusionsnäherung hinweisen können. Zur Entwicklung und Erprobung von Kernmodellen mit stabweiser Auflösung wurde das gekoppelte Codesystem PARCS/ATHLET für stabweise Auflösung erweitert, indem ein einzelnes Brennelement eines natriumgekühlten Reaktors (ASTRID) stab- bzw. unterkanalweise modelliert wird. Die Erstellung von Kernmodellen ausgewählter Systeme umfasst neben Kernmodellen für ASTRID auch eines für Superphénix, das für PARCS im Rahmen der Beteiligung am EU-Projekt ESFR-SMART entwickelt wurde und als In-kind-Contribution Leistungsverteilung und Reaktivitätskoeffizienten liefert. Ferner wurde im Rahmen des IAEA-CRP zu den CEFR-Start-up-Tests
ein Monte-Carlo-Modell des CEFR für Serpent erstellt und verschiedene Experimente berechnet.